小身材大能量——第四代高温氣冷堆核燃料球_風聞

马氏体-2021-12-20 18:23

2021-12-20

今天（2021年12月20日），全球首座第四代高温氣冷堆核電站——山東榮成石島灣示範電站併網發電，標誌着我國在這一領域成為世界核電發展的領跑者。

世界上核電的發展，可以劃分為四代。在第一代原型驗證堆的基礎上，上世紀70年代起世界各國相繼建設了數百座第二代核電站，構成了當下商業運行核電站的主力。然而，美國三哩島（1979年）、蘇聯切爾諾貝利（1986年）和日本福島（2011年）核電站發生的嚴重事故給第二代核電技術的安全性敲響了警鐘。於是，在二代核電基礎上進一步強化安全性的第三代核電技術成為近年來新建核電站的主力。

（石島灣核電站建設畫面）

我國的第三代核電發展採取了博採眾長、消化吸收再創新的路線，在新建核電機組中有引進自俄羅斯的VVER-1200、引進自法國的EPR、引進自美國的AP1000、在早先引進的二代技術基礎上自主研發的“華龍一號”和在AP1000基礎上自主研發的CAP1400等。與這些裝機容量高達百萬千瓦及以上的第三代核電“大哥”相比，僅僅20萬千瓦的山東榮成石島灣核電站只是一個“小弟”，卻有着開商用第四代核電站風氣之先的特殊意義。

第三代核電技術的品牌看起來五花八門，其實大部分是壓水反應堆（簡稱為“壓水堆”），即用高壓液態水（“壓水”的含義所在）帶出反應堆中核裂變的熱量（一回路，紅色），通過蒸汽發生器將二回路水（藍色）加熱為高温高壓水蒸氣，驅動蒸汽輪機旋轉，進而帶動發電機發電。除了冷卻劑外，水還起到慢化劑（又稱“減速劑”）的作用，依靠中子和氫原子的碰撞將裂變產生的高能量（平均2Mev）的“快中子”慢化為低能量（0.03eV左右）的“熱中子”，因為熱中子更容易引發鈾-235的裂變，快中子則容易被核燃料中含量更高的鈾-238吸收而不發生裂變。

與第三代相比，進一步追求核電安全性和清潔高效性的第四代核電技術就顯得更加百花齊放了，目前世界各國已確定了六種技術路線，石島灣核電站使用的是其中的高温氣冷堆技術路線，具體來説是球牀模塊化高温氣冷堆。這是在清華大學牽頭研發的HTR-10型10兆瓦（1萬千瓦）高温氣冷實驗堆基礎上，發展出的高温氣冷堆示範工程，用兩台10萬千瓦高温氣冷堆並聯驅動一台蒸汽輪機，構成一座20萬千瓦高温氣冷堆示範電站。

要簡單理解高温氣冷堆，可以從其名稱中“高温”和“氣冷”兩大特徵入手。根據卡諾定理，高温熱源温度越高，熱機的熱效率就越高。石島灣的高温氣冷堆氦氣出口温度達到750℃，經蒸汽發生器可產生570℃的水蒸氣，發電效率可達40%以上。此外，高温蒸汽還能用於熱電聯產、稠油熱採、化工、冶金等領域。相比之下，傳統壓水堆為了保證核反應安全可控，產生水蒸氣温度只有280℃左右，發電效率一般就在30%出頭。進一步提升水冷反應堆的運行温度也是第四代核電的發展方向之一。

至於“氣冷”，是指反應堆採用7MPa高壓氦氣作為冷卻劑。要高效傳導出熱量，就得使用高熱導率的氣體，而氣體的熱導率和氣體摩爾質量成負相關。因此，熱導率第二高且絕對惰性的氦氣成為不二之選（氫氣熱導率最高，然而你敢用嗎？）。相比於用CO2等氣體作為冷卻劑的早期氣冷堆，高温氣冷堆有了脱胎換骨的變化，因而能夠擔當起第四代核電技術的重任。

攻克了冷卻的問題，慢化問題仍然有待解決。氦氣的密度遠低於水，對中子缺乏足夠的慢化效果。高温氣冷堆使用石墨作為慢化劑（利用中子與碳原子的碰撞），用石墨和碳化硅把UO2核芯層層包裹，同時也利用這兩類材料的高温穩定性把核燃料和裂變產物牢牢包裹起來，防止放射性物質泄漏。

傳統反應堆的燃料製成塊狀，封裝在鋯合金包殼管內，一次性全部裝入反應堆內，運行一段時間後（一般為一年到一年半）停下反應堆統一更換。石島灣核電站正在建設的是球牀高温氣冷堆，使用球形核燃料元件。燃料球在反應堆中自上而下運動，經過一段時間的核反應後從反應堆底部排出，經過分選除去破損和耗盡的燃料球之後，仍然可用的燃料球和新的燃料球從上方重新加入反應堆中。這種設計大大延長了反應堆停堆檢修換料的時間間隔，每時每刻反應堆中僅有相對少量的核燃料和核廢料，也極大地降低了核事故的風險。

高温氣冷堆核燃料球的生產，起始步驟與普通核燃料一樣，從富集U-235的UF6開始，首先製備U3O8。接下來就是高温氣冷堆燃料球獨有的生產工藝——製備直徑僅0.5mm的UO2核芯。這樣均勻規整的UO2小球，是由U3O8經過酸溶-溶膠凝膠-焙燒還原得到的。截圖中顏色鮮亮、質感堅硬的小顆粒，推測是硝酸鈾酰經溶膠凝膠法轉化並經乾燥得到的重鈾酸銨（(NH4)2U2O7）小球，它們經過焙燒還原，就得到灰不溜秋的UO2小球。

UO2核芯製備車間，管路縱橫猶如置身化工廠。高温氣冷堆燃料生產工藝由清華大學研發，中核北方核燃料元件有限公司（包頭202廠）進行放大研究並建立生產線。

UO2核芯上要用化學氣相沉積法包覆四層材料，最內層是疏鬆熱解碳層，負責吸收氣態的核反應產物和緩解應力，其外有兩層緻密熱解碳層和一層碳化硅層。最終包覆顆粒的粒徑達到0.92mm。這樣的陶瓷“鎧甲”能夠將核燃料和產物牢牢封印在內，最高可以耐受1600℃的高温，使得氣冷堆能夠在高温下運行，更是保證了事故中的安全性。這種包覆方式，被稱作全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO），是目前最先進的包覆方式。

單個的包覆顆粒尺寸太小，難以操作。接下來，要把無數的包覆顆粒壓制成直徑60mm的燃料球。直接把包覆顆粒壓在一起，很容易導致顆粒破裂。因此，在壓制前要給顆粒“穿衣”，即包裹上一層0.2mm厚的石墨粉。穿衣的過程，就像滾元宵，用乙醇浸潤包覆顆粒後，反覆翻動，讓顆粒表面粘上一層石墨粉。

（翻來翻去，就像炒糖炒栗子）

將穿衣後的包覆顆粒注入模具，經過壓制成為燃料球。

燃料球的壓制採用冷準等靜壓成形工藝。等靜壓成形效果固然很好，卻需要配備昂貴的等靜壓設備。準等靜壓，就是用硅橡膠等在高壓下具有良好流動性的橡膠材料作為模具和壓力傳遞介質，在接近普通模壓成形設備的壓力機內，實現對粉體的均勻三向擠壓成形，保證燃料球的各向同性。經過3MPa的壓制，得到的50mm球體中包含1.2萬個包覆顆粒，其中含有7g鈾，可以釋放出相當於1.5噸標準煤的能量。

剛才只是預壓工序，得到的是直徑50mm的芯球，其外要再包裹一層5mm厚的石墨球殼，在300MPa壓力下終壓成形，最終成形為高温氣冷堆用的60mm球形燃料元件。這層石墨球殼被稱作“無燃料區”，是阻止核芯放射性物質泄漏的又一道屏障。

壓制成形的燃料球經過車削加工達到精確的尺寸。當然，這一步必須考慮到後續熱處理帶來的尺寸變化。

（畫面右下角的黑色大罐子疑似盛裝燃料球進行熱處理的石墨匣缽）

壓制成形的燃料球強度有限，需要接受熱處理。為包覆顆粒穿衣和構成無燃料區的石墨粉被稱作“基體石墨粉”，由天然石墨、人造石墨和酚醛樹脂混合而成。酚醛樹脂在其中起到粘結劑的作用，經800℃的低温炭化處理，酚醛樹脂炭化，把石墨粉粘結在一起，賦予燃料球足夠的機械強度。隨後，燃料球還要經過1900℃的真空高温純化處理，排出H2和Fe、Cr、Ni等催化石墨腐蝕的雜質元素。通過層層檢驗，高温氣冷堆燃料球至此就可以下線了。

（這只是牛刀小試。國產燃料球，可以經受4米高度跌落800次，保證對核燃料的可靠密封。）

高温氣冷堆示範工程每年需要30萬個燃料球。我國自主研發建設的全球首條工業規模高温氣冷堆核燃料元件生產線於2013年3月開工，2016年9月正式生產。

從核心關鍵技術研發，到清華大學核研院的10MW實驗堆，再到華能集團、中核集團、清華大學聯合建設的石島灣核電站示範工程，經歷40餘年奮鬥，我國第四代高温氣冷堆核電技術終於修成正果。**它具有完全自主知識產權，設備製造國產化率高達93.4%。**2020年度國家最高科學技術獎就授予了領導高温氣冷堆開發的清華大學王大中院士。

與第三代核電相比，我國高温氣冷堆技術最大特點之一就是“固有安全性”，除了剛才提到的小型模塊化設計（減少停堆後的餘熱）、包覆核燃料（阻止放射性物質泄漏）和不停堆在線換料技術（減少一次性裝入的核燃料量）外，還通過“負温度係數”設計實現反應性隨堆芯温度升高而自動下降，即使突發故障或遭遇嚴重外部事件（如地震），不採取任何干預措施，反應堆堆芯也不會熔燬，放射性物質不會大量外泄，從根本上解決了核能安全利用的世界級難題。

從高温氣冷堆、釷基熔鹽堆、鈉冷快堆等第四代裂變反應堆到可控核聚變研究，我國都走在世界的前列，為和平而安全地利用核能、為清潔而永續的能源供應做出中國貢獻。

加油，中國核電！

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